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JAERI-M 84-194 1 9 8 4 %• 10 n Japan Atomic Energy Research Institute 84-194 PWR 型燃料集合体における分散型吸収棒の 反応、度効果および出力分布の測定 198410 村上清信・青木 功・広瀬秀幸 須崎武則 日本原子力研究所 Jaran AtomicEnergyResearch Institute
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JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

Mar 21, 2023

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Page 1: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

J A E R I - M 84-194

1 9 8 4 %• 10 n

Japan Atomic Energy Research Institute

~AERI 四 M

84-194

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の

反応、度効果および出力分布の測定

1 984年 10月

村上清信・青木 功・広瀬秀幸

須崎武則

日本原子力研 究 所

Jaran Atomic Energy Research Institute

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JAERI-M reports are issued irregularly. Inquiries about availability of the reports should be addressed to Information Division

Department of Technical Information, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-11, Japan.

©Japan Atomic Energy Research Institute, 19m ffilieiTf ¥ > if. -/- -h flf ie^f fin ra i ' t f d i m « tw

JAERI・Mレポート !i,IJ本原子力研究所が不定期に公刊している研究報皆i!?です。

入手の間合わせは, 日本原子力研究所伎術情報部情報資料課(干319--11茨減県別;J'J/lIii紅

海村)あて,お申しこ Lください。なJ九このほかにJlt凶法人原 f力弘消会資料センター

(干319-11茨城県郎foJ市東海村日本原子力研究所1"J)て-Htゲによるらた代首ii/liをおこなゥて

おります。

JAERI-M reports are issued irregularly.

Inquiries about a既叫labilityof the reports should be addressed to lnformation DivislOn

Department of Tecilnical Information, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-

mura, Naka-gun, lbaraki-ken 319・JJ,Japan.

@Japan Atomic [nergy Research Jnstitute. I¥)H1

編集兼発行 日 本原子力研究所

印 刷 いばらき印刷H附

Page 3: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M84 -194

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]AERI -M 84 -194

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の

反応度効果および出力分布の測定

日本原子力研究所東海研究所安全工学部

村上清信・青木 功・広瀬秀幸・須崎武日IJ

( 1984年 10月 I日受用)

臨界安全性計算コード検証用の実験データおよび分散型制御俸の核特性を求めることを目的と

してPWR型の燃料集合体を模擬し,制御棒および水ホーノレの反応度および出力分布IC与える効

果を測定したロ実験は軽水臨界実験装置 (TCA)を用いて行った。 TCAの炉心タンク中央部に,

濃縮度 3.2w/o U02燃料棒による 15x 15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と,その外側

を濃縮度 2.6¥¥'/0 UOz燃料棒による臨界調整用領域で取り囲んだ体系を構成した。その試験領

域Jζ制御棒を模擬した中性子吸収棒(吸収俸)を装荷し, その種類や配置をパラメータとして反

応度効果,および出力分布を測定した。吸収榛としては,ボロンカーバイド含有量の異なる 7種

類を用い,最大 21本を試験領域IC装荷した。

PWR型の分散型吸収俸配置において,吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の

反応度変化(臨界水位の変化)率は,予想通りボロンカーバイド含有量の低い所で大きく,含有

鼠が高くなるに従い小さくなった。しかし含有量が1.66g/cm3と高密度の場合でも,反応度

価値は飽和しておらず,熱5';.高速中性子iζ対する中性子の吸収能力にまだかなりの余裕がある

ことを示している。

試験領域内lζ配践した吸収俸の吸収体濃度と本数をパラメータとした反応度効果と,試験領域

内の平均出力の聞には良い白線関係が認められた。

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JAER1-M 8U-191* Measurements of Reactivity Effects of Distributed Absorber Rods and Power distributions in a PWR-type Fuel Assembly

Kiyonobu MURAKAMI, Isao AOKI, Hideyuki HIROSE and Takenori SUZAKI

Department of Nuclear Safety Research, Tokai Research Establishment, JAERI

(Received October 1, 1984)

Reactivity and power distribution effects were measured by using a mock-up PWR fuel assembly to obtain bench mark data for criticality safety calculation codes and to measure reactor physical performance of cluster type control rod. Criticality experiments were performed by using a Tank-type Critical Assembly (TCA). A two-regional core was constructed for the experiments. The central test region, which was a 15x15 square array of 3.2w/o UO2 fuel rods, was surrounded by a 2.6w/o UO2 driver region. The square rod cells in both regions have the-same water-to-fuel volume ratio, 1.50. In the experiments, the critical water levels and power distributions were measured changing the loading pattern of absorber rods in the test region and B 4C content in absorber rods from 0 to 1.66 g/cm3. In a series of the same loading pattern, negative reactivity increased but did not saturated with B 4C contents from 0 to 1.66 g/cm3. It shows that the B4C absorber rod has more residual absorption effect in epi-thermal and fast neutrons. A linear correlation was found between changes of the average power and the reactivity of the test region, when the absorber rods were loaded in the test region.

Keywords : Reactivity Effect, Absorber Rod. Light-water Lattice, Critical Experiment, Low Enriched Fuel, B 4C, Power Distribution, Control Rod.

ii

JAERI-M 84-l.94

Measurements of Reactivity Effects of Distributed Absorber

Rods and Power distr・ibutions1n a PWR-type Fuel Assembly

Kiyonobu MURAKAM1, 1sao AOK1,

Hideyuki HIROSE and Takenori SUZAKI

Department of Nuc1ear Safety Research, Tokai Research Establishment, JAER1

(Received October 1, 1984)

Reactivity and power distribution effects were measured by

using a mock-up PWR fue1 assemb1y to obtain bench mark data for

crit1cality safety calculation codes and to measure reactor

physical performance of cluster type control rod. Critica1ity

experiments were performed by using a Tank-type Critica1 Assemb1y

(TCA). A two-regiona1 core was constructed for the experiments.

The centra1 test region, which was a 15x15 square array of 3.2w/o

U02 fue1 rods, was surrounded by a 2.6w/o U02 driver region.

The square rod ce11s in both regions have the ・samewater-to-fuel

volume ratio, 1.50. 1n the experiments, the critica1 water 1evels and power distributions were measured changing the 10ading

pattern of absorber rods in the test region and B4C content in

absorber rods from 0 to 1.66 g/cm'. 1n a series of the same

loading pattern, negative reactivity increased but did not saturated with B4C contents from 0 to 1.66 g/cm'. 1t shows

that the B4C absorber rod has more residual absorption effect in

epi-thermal and fast neutrons. A linear correlation was found

between changes of the aver、agepower and the reactivity of the

test region, when the absorber rods were loaded in the test regl.on.

Keywords Reactivity Effect, Absorber Rod. Light-water Lattice, Critical Experiment, Low Enriched Fuel, B4C, Power Distribution, Control Rod.

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JAERI-M 84-194

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]AERI -M 84 -194

目次

L 序

2. 実験装置 …………-……'"・H ・-………....・H ・...・H ・-……….......…h ・a・.......・H ・...・H ・..2

2.1 経水臨界実験装置 ...・H ・..…...・H ・.....・H ・..…...・H ・.....・H ・..…...・H ・-目……...・H ・-・… 2

2.2 燃 料 棒 …・……...・H ・-・・…-…・・・……....・H ・......・ a・・・…… ・・・-…・……...・H ・2

2.3 中性子吸収棒 …………...・H ・.....・H ・..…・H ・H ・-………・.....・H ・..…・・-…-… 2

2.4 炉心の構成 …・・・...・H ・H ・H ・..….....….....・H ・…・目・H ・H ・-…・…・…………白川目・……目・ 2

3. 測定方法 …・…・・…・…-……・・…….....… e・e・'"……..・・・H ・H ・....………………・…ー 4

4. 測定結果 ・・……………-…一……........・ H ・..……・・・….....・ H ・-……・・……・-…… 5

4. 1 反応度効果 ....・H ・....・H ・.....・H ・'"・H ・..・……...・H ・-…..................,..・H ・-…...・H ・.5

4.2 出力分布 ………...・H ・..……...・H ・...………..ー・・…一…….....・H ・-……・田……・… 5

5. 結 論…・…・…・-……・...・H ・..……・…...・H ・-…………....・H ・-・・……-…..…・・ 7

謝辞…・….....・H ・-…………..,・H ・...・H ・...・H ・....・H ・...……・....・H ・…………...・H ・....7

参考文献 … -・・……...・H ・..…...・H ・..一…………...・H ・.....・H ・......・H ・......・H ・..……・・ 7

iiI

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JAERI -M 84-194

Contents 1. Introduction 1 2. Experimental facility 2

2.1 Light-water moderated critical assembly 2 2.2 Fuel rods 2 2.3 Absorber rods 2 2 . 4 Core construe tion 2

3. Methods for reactivity and power distribution measurements .. 4 4. Experimental results 5

4.1 Reactivity effect 5 4.2 Power distribution 5

5. Conclusion 7 Acknowlegements 7 Reference 7

IV

JAERI -M 84 -194

Contents

1. 1n troduct ion • • • . • • • • • • • • • • • • • . • • • . • • • . • • . • • • . • • . • • . . • • . . • . .• 1

2. Experimental facility ••.•••••••••••••.•••••.••..•••.••.••..• 2

2.1 Light-water moderateJ critical assembly •••.••.•••••.••. 2

2.2 Fue 1 rods • . • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • . • • • • . • . . • • . • • • • • • • • • . .• 2

2.3 AbsoI'ber rods • • . . • • • • • . • . • • • • . • • • . • . • • • . • • . • • . . . . . • . . .. 2

2.4 Core construction ••••••••••••••..••.•..••..••.•...••.•. 2

3. Methods for reactivity and power distribution measurements •• 4

4. Experimental results ••.••••.•••.••..••.••.••.••.••..•.•••... 5

4.1 Reactivity effect ...................................... 5

4.2 Power、distribution .••••••••••••••.••••••.•..•..•••••.•• 5

5. Conclusion • • • • • . • • • • • • • • • • • • . . • • . • • . • • . . • • . • . • • • . . . . . • . . • . •• 7

Ac knowlegements • . .. • • • • • • • • .. • • ., .. " .. . .. . . . .. . " . .. . .. . .. . .. . . " . . . . . . . . . . .. 7

Refer、ence . • • " • " • . . • • • . .. • .. 11 • • • • .. • • • • • • • " • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • " • •• 7

IV

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JAERI - M 84-194

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Hitlcffl^fc'^Dfi, TCAffltfp/i>:? y ^ffltp^SGK, jg&g®3.2%®U02 M # J C J ; S 15 x 15 ©PWR « ^ * ^ < ^ ^ M « L tzi&mffii&i:, ^ © W J ^ I f S 2.6«>'o ©U0 2 « « ! £ £ £ K

LTRiESitti/j^A^IijAeLfco M^ttfe^Raiiiii, t£itfiJg<# 14.79 mm. YyA'<~mmi it*s 18.49mm-e, 7kft«i*WiiJ:t(£ t h \c 1.50T<fe-5o RlBSii, C©^lt*lcj}<J6fc7Kfftta 5}7Kasiss;&ffli.\ :&mLtim%-7m<D7mm>m&tz<, mmm^mmms^mt, $kftrs ^iKmz®^Km?i-mmmmz®iti, «nsn*+K^«Lfc«t»»4fi!cft (FP) *^«tw

- 1 -

]AERl -M 84 -194

1.序

核燃料サイクル脳設の臨界安全性を評価するための計算コードとして.KENOIVおよびSRAC11

がよく用いられている。しかし,棒状燃料と中性子吸収棒との組合せからなる不均一体系につい

ては.計算コードの妥当性,計算精度等の検証が充分でない。今回.軽水臨界実験装置 CTCA)

を用いてPWR型燃料集合体を例にとり,内部に配置した中性子吸収棒の炉心全体1<:与える反応、

度効果,および出力分街を測定し,不均一燃料格子11:関する臨界ベンチ 7 ークデータを求めた。

実験に用いた炉心は, TCAの炉心タンクの中央部!<:,濃縮度 3.2¥YoのU02燃料俸による 15x

15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と,その外側を濃縮度 2.6¥y'oのU02燃料棒によるド

ライパー燃料領域で取り囲んだ体系である。試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類をパラメータと

して反応度と出力分似をiJ[IJ定した。燃料俸格子間隔は 試験領峻が 14,79mm,ドライパー燃料領

域が 18.49mmで.水対燃料体積比はともに1.50である。反応度は ζの実験中に求めた水位と微

分水位反応度を用い,測定した臨界水位の水位差から求めた。燃料俸の相対出力分布は.数分間

臨界状態を保った後臨界実験装置を停止し燃料棒中1<:生成した核分裂生成物 (FP)から放出

されろガン 7 線を測定するガンマスキャンニング法により求めた。

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JAERI-M 84-194

2. % m m a

2. 1 J£7jcG£f?3eBga (TCA)

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RnM-W&X-tbZo 'JP-ll'!i±a5l)f1SfeS©jlg 1.8mil5£ 2.1 m ©RIStKxx > VT.T.1--i\<m.y y?©**SI5 l c f fo££ t t& 0 » « ( i ± # ; & ^ f f i A £ * i , ± T 2 f t © » | - # f f i £ l t J ; - ? T I S I $ E $

2.2 m Pt m

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3 2 P A » H $ ( i , 2 3 5 U -mm& 3.205 w/o , "* u- •;, MfliI 9.6 mm, ^ u -y h SfS 10.4 g/cm3,

26PA*«4{$(£, 2 3 5Ui@liS{£2.6w/o, ^ i ^ y hfi?I12.5mm, ^ U -y f-Jgg 10.4 g /cm 3 , JBS*W348|Sg 1,441.5 mmX, Mm<gltTJi< i .=. $ z»T?*,S0 »1«©t?4 i l ]£ Fig. 1 It^-ih,

2.3 *tt?«ftWt

4*7-®W$©'Mi7-i»iKSB(i, 4t-i£6.05mm, ^ | 0 , 5 m i i i f f l x f y i / X X f - * | ^ y (C.-KD y * - / q K (B<C) 4-=fc«Lfcfeffl-(?*f5, ^ S 1,473mm. B«C©Stf lS* 1,460mm T?. B 4 C © £ £ ^ a * 3 B t t S 7 f f l $ £ J ^ f c o B ^ O ^ n P f i , T ^ $ -<? A * } * £ i g £ ? - 5 c i lc«fc*J3H«L-C43£>, lOO^fflfeff lf iJSiS^fflSfctfJiSiff^nT^S^. fte©6ii!Sfflfcffl(i ^ x - f - ' x ^ a i c ^ f J S a f F S n T l ' S o Cft£©'W£ ;?iKiK<#£, W& 11.8mm, *l(¥0.9mm ©7^i-r>ASs|if^^M7'©ft'lcffiAt5<:£lJ:J;i5KiK1$*1«JSLfco M ^ J F - k l c ^ Li-jk&wi.cmmTmt, mmmtopM^'Y^x'ohmncmTKii^x^ho wsmvm-

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2.4 *F<OCD»ffi

*/.M>? y^fflfj'*S15lc, 3 2 P A « * W K J ; £ P W R © 15 x \$m^%&fo*\%%kUzWM!!m mnftTFtiffi: 14.79mm, **fTO<*8it t : 1.50) i , *fflft#J£26P A M $ t c « f c S K5

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- 2 -

JAERI -M 84 -194

2. 実験装置

2. 1 軽水臨界実験装置 (TC A)

TCAは軽水減速低濃縮U02およびPU02-U02燃料格子の炉物理特性を測定するための臨

界実験装置である。炉心は上部開放型の直径1.8m高さ 2.1mの円筒状ステンレススチーノレ製7

ンクの中央部に構成される。燃料棒は上方から婦人され,上下2枚の燃料格子板によって固定さ

れる。この格子仮は実験の種類iこよって交換する ζとが出来る構造lLなっており,単純な炉心か

ら線維な動力炉の棋擬炉心まで広範聞な実験が行えるように設計されている。反応度の制御は炉

心タンクの水位を制御することによって行われる。

2.2 燃料俸

実験lこは, PWR燃料集合体の模擬悶として 3.2wの濃縮 U02燃料棒(32PA燃料棒), ドラ

イバー燃料用として 2.6w"ノo濃縮U02燃料棒(26PA燃料棒)を使用した。

32 PA燃料棒は 2J5U濃縮度 3.205w/o ,ベレッ卜直径 9.6mm,ベレッ卜密度 10.4g/cmJ,

燃料有効長 1,440mmで,被覆管はアルミニウムである。

26PA燃料俸は 23SU濃縮度 2.6w/o,ベレッ卜直径 12.5mm,ベレット密度 10.4g/ノcmJ,

燃料有効部長1,441.5mmで,被麹管はアJレミニウムである。燃料俸の詳細を Fig.11こ示す。

2.3 中性子吸収棒

中性子吸収僚の中性子吸収部は,外径 6.05mm,肉厚 0.5mmのステンレススチール製パイプ

iこポロンカーバイド (B4C)を充瓜したものであり,全長 1,473mm, B‘Cの充規長さ 1,460mm

で, B4Cω含有率が呉なる 7極額を用いた。 B4Cの含有率は.アノレミニウム粉末と混合すること

により調整しており, 100絡のものは娠動充m法により製作されているが,他の 6積額のものは

スェーヂング法により製作されている。これらの中性子吸収体を,外径 11.8mm,肉厚 0.9mm

のアルミニウム製中空パイプの中iζ捕入することにより吸収俸を構成した。吸収棒を炉心lζ装荷

した勾合のB4C有効部下端は,燃料棒の有効部下端よりも約 11cm下になっている。吸収棒の詳

細を Fig.21ζ示す。

2. 4 炉心の構成

炉心タンクの中央部lL, 32PA燃料俸によるPWRの 15x 15燃料集合体を模擬した試験領境

(燃料桜子間隔 14.79mm,水対燃料体積比:1. 50 )と,その外側を 26P A燃料棒によるドラ

イパー燃料傾成〈燃料格子間隔 1B.49mm,水対燃料体積比:1. 50 )で取り聞んだ炉心を構成

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- 3 -

JAERI -M B4 -194

した。試験領域とドライパー燃料領域の聞にはユニットセル分の水の領波があり,いわゆる水ギ

ヤッフ。は存在しない。また, ドライパー燃料領域の水平断而寸法は 24x 24配列とし,一連の実

験において一定とした。実験体系の水平断面を Fig.31r:示す。炉心の垂直方向断面を Fig.41C示

す。

実験では試験領域中の 0-21本の燃料棒を吸収締,ボイド管(吸収棒の内部の中性子吸収部を

除いたもの),または水ホーノレ(燃料棒引抜き後の空間を水で満たしたもの)に置換し臨界水

位と出力分布の測定を行った。また,吸収棒内部の空間K水が有る場合と無い場合の臨界水位差

についてもiJlll定し,吸収{本周辺のボイド効果を求めた。この一連の実験における炉心の臨界水位

は,燃料有効部上端および吸収棒有効部上端よりも低い範聞であった。したがって炉心の構成は,

上部が水の無いドライ格子,下部と水平方向がそれぞれ約 30cmおよび60cm 以上の水反射体と

いう体系である。実験中における炉水温度の変化は, 10.4 -12.6 ocの範聞であった。

。。

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JAERI-M 84-194

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ICTJ^O I t iJ( i0.6MeVJil±©r^(t-Dt,>T?ft . \ BtPatMg, '<7 7 / 5 v K , :f !SBffH]©*iiE

£«£"< : Lfco BSRIWJ: ^ © M a & S B I E - t S f c ^ l c . o.6MeVJil±© rf«©ffl*tWB#lfMg#

2 6 P A » M * K : | $ L T ,

F(t) = 6 . 4 9 4 e - O 0 0 , 7 0 9 ,

+ 3 . 6 6 3 e - ° 0 0 0 S 7 1 " + 1.273 e - a ° ° 0 1 2 7 6 ' (1)

32PA«lf4WlcgaLT,

F ( t ) = 5 . 5 2 8 e - 0 0 0 1 2 0 7 ' + 2 . 6 9 3 e - 0 0 0 0 4 6 6 4 l

+ 1.096e ~° 0 0 0 n 7 5 , (2)

a t , t {i#£P»#/Sl ( # ) T * 0 , ± i t ( i t = 4,5007?F(t)= 1 £«5J ; -5 icJHS{fc*nT^ 5o (2)5Cli, 32PA*8^J$lJ:-?l / 7 MI?I, $ g , M ^ M L T ^ § 26JPA»«i fK 2 3 5 U ZSJSS 2.588 V o , ^U-y h iSS 10.7 mm, ^ U -y h ® S 10.4g/cm 3 , 0.7 mmJPT/i/ i. =-<] U mm, ^ $ 12.23 mm) © W i ^ f t t t T * So LtzAi-,T32PAMnWlzmm-?Z>lZ&tz-?'C

^•HeD/fliJ^^Fa^-eAS, J!8#fi*7$40#~165#©$Gffltr(2#;*: + i . 7 ~ - 0 . 9 « O M ^ rt'Sfc-y-f**^^, 26jPA^^#©#tts-ffli>rfcW.€^M«*L:^^£#x.fco

- 4 -

JAERI -M 84 -194

3. 測定方法

試験領域内の吸収棒の配置および吸収体の濃度を変えた場合の反応度効果は,ある基準炉心の

臨界水位をOとLて,それからの水位差として求めた。臨界水位は,原子炉出力が数ワ γ 卜で一

定のレベルを保つ様に炉心タンク内水位の調整を行い,その水位を最小目盛 O.2mmのサーボ・

7 ノメーターにより測定した。水位差の反応度への換算には,今回の一連の測定で得られた水位

と微分水位反応度の関係を用いた。水位と微分水位反応度の関係をFig.51乙示す。

出力分布は,炉を一定の出力で運転した後,燃料棒を炉心から取出し,燃料棒内に生成した核

分裂生成物から放出される r線を計測することにより求めた。 r線の検出lとは.直径 2インチ,

長さ 2インチの Na!CTf)シンチレーションデテクタ}を用いた。測定系のブロック図をFig.6

1乙示す。計測は 0.6MeV以上のr線について行い,時間減衰,パックグランド,不感時間の補正

をほどこした。時間的な r線の減衰を補正するたんに, 0.6 MeV以上の r線の相対的時間減衰特

性として次の式を用いた。

26PA燃料棒に関して,

-0.0017091 -0.000571 J I ー且 00012761F (t) = 6.494 e --.-- + 3.663 e 十 1.273e ------.-. .....・H ・-…・・(1)

32 PA燃料俸に関して,

-0.0012071 -0.00046641. ___ -0.00011751 F (t) = 5.528 e -. --._-. . + 2.693 e -. ---,--.. + 1.096 e …目…...・ H ・.(2)

こ乙で, tは冷却時間(秒)であり,上式は t= 4,500でF(t)=1となるように規格化されてい

る。 (2)式は, 32PA燃料棒にぺレッ卜直径,密度,被覆材が類似している 26JPA燃料棒e35u

濃縮度 2.588¥Yo,ベレッ卜直径 10.7mm. ベレッ卜密度 10.4g/ cm3, 0.7 mm 厚アルミニウム

被獲,外径 12.23mm)の時間減衰特性である。したがって 32PA燃料棒に適用するにあたって

はその差を考慮する必要があるが,燃料ベレッ卜の直径が大きく異なる(1)式の特性と比較しても.

今回の1M定時間帝である,照射終了後 40分-165分の範囲では最・大+1.7 --0.9%の差を与え

ているだけであるため, 261 PA燃料俸の特性を用いても有意な差は生じないと考えた。

- 4 -

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JAERI-M 84-194

4. fO £ IS *

4. 1 £0/gx*3t

mmmiH®mmmm&£v;&n&m^tz%m<D%B--n%Tabie i i^-r,, n*(cti, a

Ztitzfr^- <.mm&>L") t © S J S S M ^ / T : LT *>§„ IS®lfI^^32PA«fi-i$©^-rffif!)<;t-6(J:

c©fcJ6, s t . ^ I ^ © ^ f t ^ - ^ - # 5 * l t l O * * ^ y - T ^ . 5 * " 3 ^ (-°^-yVIl)fflg|W7j<<it, 4 3 - ^ - # 5 * i f t 2 0 * © ^ ^ H $ ^ ^ ; y - T i - ^ ^ ^ (^ -yVf f l ) © S s s J ^ k i i ^ * ^ -E-fflStS

g £ £ $ £ M # © K t f # & O i g & K # l T f t f f i t - - 5 t i i c J; 13 S^^^f f lE i^7Kf i 432.9 mm <£•?# fc0 Tkftli, JTOW^Tif f i^^I iaT ' f f lBBff i -e&So Table 1 ©U&ilBf&E"°9- y # ^ « : WJS-r-SJESH^Fig. 7 - 1 ~ 7 - 4 SC^Lfco

it^(Dmt^Fig.9tc,ato te>m&i>, wK$ft©*ny^rft©jg^j#£(i, ^-fiotifra (cff .oTf4©/xlEl t^ .g | ,^ lc t tJ[] t -S^, # W : l : © H ^ i i ^ « , ^ © S l E S o J t t t K i ^ S - f 3 ^ ^ M f&] £ /JK L T I ^ 5 C t WfrfcZ a

&{<:, Fig. 7©^?-yXV~XXI©«fc-5 ie , 9 * © J „ M ! $ £ t £ M l $ f f l c M > S | 5 f c @ a 6 T l

-ll«ifl.#jfflWKft*"'3 t".y?^a/cfjF?TKI?7Kf4^#fe^< / i , t l ^ 0

mm$n, <p/%TJi'i'm,<D!pi£WAi-cm^T^&tzi6, m.m$co^imci,m2mm mz ©*"4 Kfi@^ 4>50 BMXMM&Il -yl-e, j„iliK^©ii^K-3^T, #4 K$#fC7k£7£A LfcJUf t !co^r feE^7kfe*SiJSLj to c o ^ H l i , 7K©A->f;PKJ|X|$©A-^E5W7j<{i** 74mmf£<, iMXJ#©l§] OC^-f KfC J ; 5 S J 6 S ^ I ^ ( i , 8 4 5 U t ^ S C i ^ ' W ^ f c o

4.2 /±J^^fl?

ai ^KtJ©aii ti&©J;7^#5/i: 2iiK-Q rfTo^o d) Mffiffil'^-y io^c^fe^ r , 21$ffl«KiK^fflB 4C^Wffl*|Bll^li:^x.it^-&o (2) Wtmmw.'*9-v I © J o 8 U R ^ « -#*ri>£IIS<fok*-7Mcg;irt:Jfi£ 0 ° ? - y I ~VI) 0 fc«fctf, (3) ^ M f I « ^ ' 3 2 P A ^ ^ < * ©*T$BJC£ftTV3tg£ ('•>"?-yw)0 ^"^-yfl«>r^3-^--5*-r>'o, - f i o * ^ *

2)

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^©^^ffltb^a-ffifflSiJ^ISS^Fig. 11 - 20 ICTS-TO

Hd+lcti 3 S o f f l * ^ L T * 5 o ±S:fflffi(i K7 4'<-%Mv> 8#©^*4f*(^Ji^<i*ff t ;?fSj

- 5 -

]AERI -M 84 -194

4. 測定 結果

4.1 反応度効果

試験領域内の吸収棒種類および配列を変えた実験の要目一覧をTable1 K示す。図表Kは,日

付.吸収俸の種類,吸収棒配置パターン,臨界水位,および試験領域が 32PA燃料俸のみで構成

された炉心(基準炉心)との反応度差を示しである。試験領域を 32PA燃料棒のみで構成するに

は燃料俸の所有本数が不足していたため,基準炉心の臨界水位を直接求めることが出来なかったc

乙のため,試験領成の対角コーナー各5本計 10本が欠けている炉心(,,0ターンVlj)の臨界水位と.

4コーナー各 5本計 20本の燃料棒が欠けている炉心(パターン¥111)の臨界水位を求め,その反応

度差を燃料棒の欠けが無い場合K.対して外掃することにより廷準炉心の臨界水位 432.9mmを得

た。水位は,燃料有効告s下端から水面までの距離である。 Table1の吸収棒配置パターン番号に

対応する配置図をFig. 7 -1 -7 -4に示した。

吸収棒配向パターン Iにおいて,吸収棒の積煩を変えた場合の臨界水位の変化を Fig.8IC,反

応度の変化を Fig.91ご司王す。乙の岡から,吸収俸内のボロン含有最の低い場合は,含有量の増加

に伴って負の反応度が急激に増加するが,含有量の高い場合は,負の反応度の増加はゆるやかな

傾向を示していることがわかる。

次に. Fig.7のパターン XY-XXIのように. 9本のJ。吸収棒を試験領域の中心部に固めて置

いた場合から,試験領域の外側部K分散して置いた場合の臨界水位の変化を Fig.10 Iζ示す。中

心と外側IJの吸収綜が3ピッチ離れた所で臨界水位が最も高くなっている。

吸収榛は.lt:J::アノレミパイプの中lζ挿入して用いているため,吸収棒の周囲Kは約 2mm厚さ

のボイド領域があるo 吸収俸配置パターン Iで, J 。吸収棒の場合11:ついて,ポイド部分lζ水を注入

した助合についても臨界水位を測定した。乙の結果は.7l<の入った吸収棒の方が臨界水位が約

74mm低く吸収怖の閥りのボイドによる反応度効果は,約 45o負であることがわかった。

4.2 出力分布

出jJ分布のiJ!IJ定は次のような炉心配置について行ったη (1)吸収棒配置パターン lの炉心におい

て. 21本の吸収俸のB,C含有量を同時K変えた場合。 (2)吸収棒配置パターン lのJ。吸収棒を

中央から順次水ホーノレ11:変えた湯合(パターン 1-VJ)。 および, (3)試験領域が 32PA燃料棒

のみで構成されている場合(パターン W)。パターン Eは対角コーナー 5本づっ目計10本が水ホ

ールになっている体系であるが,以前11:行った測定から,水ホーノレの影響は 5ピッチ以上離れた

燃料俸に対しては無視し得ることがわかっているので,パターンWの炉心について1M定した水ホ

ールの無い部分の対角方向の出り分布は,基準炉心の出力分布と同じであると考えられる。これ

らの炉心の出力分布の測定結果をFig.11-201ζ示す。

/Z,J中には 3種の値が示しである。上段の値はドライパー領域の 8本の燃料株(外端から対角方向

- 5一

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Fig. 23, 24(C^# 0 Ctlt><Dmfr<ht)fr*>J:?lC, m%kffiS%ft(Dth£lttttCDm%l&W£9>llZkb®

t b ^ ^ ^ i - z a i J ^ L f c ^ ^ ^ l c o ^ r , K^I^(*lffl¥l%tb^©Srp^^ ("?*--.'YH*p£0 it *N-5J±^£-Table 2 lc^-T„ RTable (cli, l ^ ^ K e S M I l ^ f f l l ^ S f c f c ^ ' i : - © ! ? ^C*i i©RJSSM^-o^Tfe^ t ) - t t -T^LT^5o (^#©il9$£Fig. 25lc^'^ 0 PWRSJffltf t^Kramta, »:t*^#:^isiL/cis^i^©^teittj*^, zoz>&.ismyi%itizimmiT

- 6 -

]AERI -M 84 -194

2本づっ,炉心側面lζ平行方向 2本づつの計8本)の平均出力が lとなるように規格化した値で

あり,試験領域内の吸収棒等の置換によって変化する出力分布を相対的に比較できるものである。

中段には基準炉心と比較するために,基準炉心の出力値で除した相対分布を示した。また.その

相対分布を用いて試験領域の平均値が lとなるよう規格化を行う乙とにより,試験領域の径方向

出力ピーキング係数を求め下段IL示した。

吸収棒配置パター:ノ lの炉心において,吸収棒のボロン含有量を変えた場合の基準炉心に対す

る相対出力分布を炉心側面lζ平行方向および対角方向についてFig.21, 221ζ示す。また.吸収

棒配置パターン Iの]"吸収棒を,中央から順次水ホーJレに変えた場合の同様な相対出力分布を

Fig. 23, 241と示す。これらの図からわか9ように,試験領域内の出力分布の局部的な変動は比較

的小さく,同領域内の平均出力は,吸収棒等の強度と配置により大きく変化しているわ

出力分布を測定した全炉心について,試験領域内の平均出力の基準炉心(パター γvll:炉心)1ζ

対する比率をTable21<:示す。向T司ble1ζは,積分水位反応、度価値を用いて求めた各炉心の基準

炉心からの反応度差についても合わせて示している。両者の関係をFig.251ζ示す。 PWR型の分

散型吸収棒等は,燃料集合体を模擬した試験領域の平均出力を,その反応度効果にほぼ比例して

変化させることがわかる。

-6 -

Page 13: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84 -194

5. ® Ira

(1) WMMOKvy*>-'•<4 Kffl^rfiOitSnii&Je, ®JK^©Sfl5Sffi<aii^D-r5ii(S]

•12) PWRi!j||Bfi«^«£*(0«iR»^©Ea*8l«Lfc3l«<oes, «^<*rt<o¥^m^(i»

i f Sf

c<D%%kv>im&x.vxmztbf-~v), ViMmm^m, wwm&^tztz&tu^n^mn

/ : T C A ? * ^ - r f r E l - 4 i , H&7H4&, * S if, fif* HI (5i:=#j£8&), psjUIUf! m • ^*Bf ftft, TWfl ^ x f t ^ ) , jSS-ep ( f | : D * t" *' * x * - h / - •> 3 y) ©^ f t

# # £ itt

(1) K. TSUCHIHASI et al : "SRAC: JAERI Thermal Reactor Standard Cord

System for Reactor Design and analysis", JAERI - 1285 ( 1983 )

(2) num. ft : " y"^t-v^mn<Dm?immizMtz>tiinft'M%k(i) tatm^^m-^.", JAERI - M 9876 ( 1982 )

- 7 -

JAERI -M 84 -194

5. 結論

今回の実験結果から,下記の結論を得た。

(1) 吸収棒のボロンカーバイドの含有量の増加とともに,吸収俸の反応度価値は飽和する傾向

を示すが,含有量が 1.66g/cm3と高密度(理論密度は 2.5g/cm3)の場合でもまだ反応度価

値は増加しており,熱外・高速中性子に対する吸収効果にまだかなりの余裕を持っていること

を示している。

(2) PWR型燃料集合体中の吸収棒等の配置を模擬した実験の結果,集合体内の平均出力は分

散型吸収俸等の反応度効果にほぼ比例して変化し,局部的な出力変動は比較的小さいことがわ

かった。

謝 辞

この実験の計画および:ktJ包にあたり,有意義な御指導,御鞭縫をいただきました臨界安全研究

室主長小林岩夫氏自および TCAの運転および出力分布の測定にあたり,極々御協力下さいまし

たTCAグルーフ。新田一雄,三好慶典,中島健,橋本修(現:三井造船),阿見目'J男(現:

外来研究員,千代問メインテナンス),瀬沼一郎(現:日本ビジネスオートメーション〉の諸氏

IL深く感謝いたします。

参考文献

(]) K. TSUCHlHASI et al "SRAC: JAERI Th巴rmalReactor Standard Cord

System f or Reactor Design and an】alys剖IS

(2) 村上j清青剖{信註' 他 フプ0 ル卜ニウム燃料の出力平t但旦化iに乙関する臨界実験(1υ) t出H力分布の1損榔測H即則.11定

JAERI -M 9876 ( 1982)

一7-

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JAERI - M 84 - 194 Table 1 List of experimental core

Run no . Date Absorber rod P a t t e r n C r i t i c a l water level (mm)

Reactivity* worth (#)

7096 F e b . 1 0 , ' 8 3 JO-21** I 1048.05 1029.9 7097 Feb.15 '83 JO-20, WH-1 a 959.8 974.3 7098 Feb.15 '83 JO-16, WH-5 m 746.4 768.9 7099 Feb.15 '83 J 0 - 1 2 , WH-9 IV 615.65 554.8 7100 Feb.15 *83 JO-4, WH-17 V 453.15 85.7 7101 Feb.15 '83 WH-21 VI 406.2 -126.1 7102 Feb.15 *83 Void-21 i 440.85 34.8 7103 Feb.16 ' 83 J 6 - 2 1 i 451.1 77.4 7104 Feb.16 '83 J 5 - 2 1 i 463.35 125.8 7105 Feb.16 '83 J 4 - 2 1 i 479.4 185.2 7106 Feb.16 '83 J 3 - 2 1 i 518.9 314.5 7108 Feb.16 "83 J 2 - 2 1 i 602.65 527.6 7109 Feb.16 '83 J l - 2 1 i 737.8 757.5 7111 Feb.16 ' 83 WH-10 vn 428.1 -21.3 7112 Feb.16 '83 WH-20 vra 423.45 -42.6 7113 Feb. 18 '83 J 0 - 2 0 , WH-1 n 959.05 973.8 7114 Feb.21 '83 J 0 - 2 0 , WH-1 n 960.9 975.1 7115 Feb.23 '83 JO-16, WH-5 m 746.3 768.8 7 U 6 Feb.25 '83 J 0 - 1 2 , WH-9 IV 615.65 554.8 7117 Feb.28 '83 WH-21 VI 406.1 -126.6 7118 Mar. 2 '83 J 6 - 2 1 i 451.05 77.2 7119 Mar. 4 ' 83 J 4 - 2 1 i 479.3 184.8 7120 Mar. 7 •83 J 2 - 2 1 i 602.25 526.7 7121 Mar. 9 '83 J 0 - 2 1 i 1049.8 1030.9 7122 Mar.11 ' 83 Void-21 i 440.8 34.5 7125 Mar.14 '83 WH-10 VE 428.2 -20.8 7126 Mar.17 '83 J0 -12 IX 601.55 525.2 7127 Mar.17 '83 J0 -12 X 627.9 579.3 7128 Mar.17 '83 J0-12 XI 638.25 599.2 7329 Mar. 17 '83 JO-12 xn 639.6 601.7 7130 Mar.17 •83 JO-21*** i 980.85 988.7

7131 Mar.17 J 0 - 2 1 i 1054.7 1033.6 7132 Mar.23 ' 83 J 0 - 2 1 XIII 1063.0 1038.2 7133 Mar.23 ' 83 J 0 - 2 1 XIV 1058.8 1035.9 7134 Mar.23 ' 83 J 0 - 9 XV 543.95 385.9 7135 Mar.23 '83 JO-9 XVI 573.85 462.2 7136 Mar.23 •83 JO-9 xvn 583.9 485.8 7137 Mar.23 ' 8 3 J 0 - 9 xv m 582.85 483.4 7138 Mar.23 •83 J 0 - 9 IXX 574.7 464.2

7139 Mar.23 •83 J 0 - 9 XX 563.2 436.1 7140 Mar.23 '83 J 0 - 9 XXI 551.45 405.9

* : Integral water level worth from the critical water level of the standerd core, 432.9mm.

** : In the expression of X-Y, X means the Jn-type absorber rod, the water hole, or the void pipe (same as the Al pipe shown in Fig.2), and Y means the number leaded in the test region.

*** : The space inside an absorber rod was filled with water (see Fig.2). - 8 -

]AERf -M 84 -194

Table 1 List of experimental core

Run no. Date Absorber rod Pattern Critical wat.er ReactMtr ievel (mm) worth (!I!

7096 Feb.l0,' 83 JO-21 ず<* I 1048.05 1029.9

7097 Feb.15,・83 JO・20,WH-l E 959.8 974.3

7098 Feb.15,・83 JO-16, WH・5 D! 746.4 768.9

7099 Feb.15,・83 JO-12, WH-9 IV 615.65 554,8

7100 Feb.15,・83 JO・4,WH-17 v 453.15 85.7

7101 Feb.15,'83 WH-21 VI 406.2 -126.1

7102 Feb.15,・83 Void-21 I 440.85 34.8

7103 Feb.16,'B3 J6・21 I 451.1 77.4

7104 Feb.16,'83 J5咽 21 I 463.35 125.8

7105 Feb.16,'83 J4・21 I 479.4 185.2

7106 Feb.16,・83 J3・21 I 518.9 314.5

7108 Feb.16,・83 J2-21 I 602.65 527.6

7109 Feb.16,・83 Jl・21 I 737.8 757.5

7111 Feb.ム6,'83 WH-lO vn 428.1 ー21.3

7112 Feb.16,'83 WH・20 vm 423.45 -42.6

7113 Feb.18,' 83 JO-20, WH・1 E 959.05 973.8

7114 Feb.21, '83 JO・20,WH-l E 960.9 975.1

7115 Feb.23,・83 JO-16, WH・5 皿 746.3 768.8

7116 Feb.25,・83 JO・12,WH-9 IV 615.65 554.8

7117 Feb. 28,・83 WH-21 VI 406.1 -126.6

7118 Mar.2,'83 J6・21 I 451.05 77.2

7119 Mar. 4,' 83 J4・21 I 479.3 184.8

7120 Mar. 7,・83 J2-21 I 602.25 526.7

7121 Mar. 9, '83 JO-21 I 1049.8 1030.9

7122 Mar.ll, '83 Void-21 I 440.8 34.5

7125 Mar.14,・83 WH・10 vn 428.2 -20.8

7126 Mar.17,'83 JO-12 IX 601.55 525.2

7127 Mar.17, '83 JO-12 x 627.9 579.3

'.'128 Mar.17,'83 JO-12 XI 638.25 599.2

7129 Mar.17,'83 JO-12 xn 639.6 601. 7

7130 Mar.17,・Fl3 JO-21、rdn"c I 980.85 988.7

7131 Mar.17,‘、 JO・21 I 1054.7 1033.6

7132 Mar.23, '83 JO-21 xm 1063.0 1038.2

7133 Mar.23, '83 JO・21 XIV 1058.8 1035.9

7134 Mar.23, '83 JO・9 XV 543.95 385.9

7135 Mar.23, '83 JO・9 XVI 573.85 462.2

7136 Mar.23, '83 JO-9 xvn 583.9 485.8

7137 Mar.23, '83 JO-9 xvm 582.85 483.4

7138 Mar.23,'83 JO・9 IXX 574.7 464.2

7139 Mar.23,'83 JO・9 xx 563.2 436.1

7140 Mar. '23, '83 JO-9 XXl 551. 4S 405.9

'" : Inte2ral water level worth from the critical water level of the standerd core, 432.9mm.

** ln the expression of X-Y, X means the Jn-type absorber rod, the water hole, or the void pipe(sameas the Ai pipe shown in Fig.2), and Y means the number lcaaed in the test reglon.

*** The space inside an absorber rod was fl11ed with water (目eeFig. 2).

-8一

Page 15: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

Table 2 Average power in test region and reactivity difference from reference core

Core Average power in test region

Reactivity difference from reference core (0) Pattern Absorber rod

Average power in test region

Reactivity difference from reference core (0)

VII WH-10 1.0 20.8 II J0-20, WH-1 0.681 - 975.1 III J0-16, WH-5 0.747 - 768.8 IV J0-12, WH-9 0.828 - 55".8 VI WH-21 1.087 126.6 I J6-21 0.961 - 77.2 I J4-2I 0.916 - 184.8 I J2-21 0.802 - 526.7 I Jo-21 0.659 -1030.9 I Void-21 0.970 - 3 .5

JAERI -M 84 -194

Tab1e 2 Average power in test region and reactivity difference from reference core

Core Average power Reactivity difference from

Pattern Absorber rod in test reglon reference core <o>

VII WH-10 1.0 20.8

II JO-20, WH-1 0.684 -97ラ.1

III Jo-16, WHーラ 0.747 ー 768.8

IV Jo-12, WH-9 0.828 ーララ句 .8

¥11 WH-21 1.087 126.6

I J6-21 0.961 ー 71.2

I J4-21 0.916 - 184.8

I J2-21 0.802 ーラ26.7

I Jo-21 O.oラ9 目 1030.9

I Void-21 0.970 34.5

-9 -

Page 16: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

DOUBLE 0-RING SEAL PINv. \

mcm$d gffkW^^

ALWOOL < I .85 ' / \LCLA0 Q f i > * no. PR I F T 1.0 THICK [ ~

TT

238. 1 26.8 I -I 873. 2

32PA f u e l r o d

l O

DOUBLE O-RING SEAL ALWOOL 14.17* AL CLAD J2.5* U0 2 PELLET

> w 2 i S

26PA f u e l r o d

F i g . 1 Fue l r o d s

PELLET

E 1440 ACTlVE FUEL

1813.2

ALWOOL

』〉開

ElZE--宏

32PA fuel rod

12.5〆U02PELLET

IH--

26PA fuel rod

一一一一一 1815.6

Fuel rods 1 Fig.

Page 17: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

11-B* AL PIPE CU SPACER 60S* SUS CLAD BORON CARBIDE BRASS PLUG

B<C content in absorber rods

Absorber rod Jo Ji J 2 Jj J4 J 3 *6 B 4C/(B 4C+A1)

(w/o) 100 22.5 7.70 2.65 0.95 0.40 0

B4C concent (g/cm') 1.659 0.5911 0.2014 0.07165 0.02594 0.01084 0

Impurities in cladding material of J, to J 6 absorber rods

Component c Si Mn P S Ni Cr Consentration

(w/o) 0.06 0.59 1.01 0.012 0.019 8.72 18.35

Impurities in alminum powder

Component Fe Si Cu Mn Consentration

(w/o) 0,12 0.07 0.002 0.001

Impurities in alrainum pipe

Component Pe Si Consentration

(w/o) 0.11 0.07

Pig. 2 Absorber rods

JAERI -M 84 -194

1473 1880

B4C content in absorber rod日

Absorber rod Jo J. J2 J, J4 J, J6

B 4C/( B.C+Al) 100 22.5 2.65 0.40 。

(w/o) 7.70 0.95

B4C concent

(g/cm ,> 1.659 O.ラ911 0.2014 0.07165 0.02594 0.01084 o

Impuritie目 inc1adding materia1 of J. to J6 ab日orberrod日

Component

Consentration

(w/o)

工mpuritie目 ina1田inumpowder

Component

Consentration

(w/o)

Impurities in a1minum pipe

n

o

lweal

n-t

e-a

、,

n

-

T

O

o-t/

P

一n

w

m

一e{

・0-

B

C-n

o

pu

Fig. 2 Absorber rods

-a・

.••.

Page 18: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

00000000^)00 Driver region

i

18-49 Q

ooooo^>o /8

26«7.UOz rod Q

O 1479

Tesl region (15 • 15 rods) 1 A

3-2W/.U02 iwK Q • e

O O O O o

( unit: mm )

Fig. 3 Plan view of core

UOz fuel rod

- — Dump waler line 1332'

- Grid plate

'Core tank

Grid plate

Grid plate

Fuel support plate

Feed water line

( unit: mm )

> is 50

Fig. 4 Vertical cross-sectional view of core

Grld plol!

Core tank

U02 fu.1 rod

Grld pla¥e

lim--

HM3 -』

司r

p

・.,、u

・品目

』〉

EN--玄

E1-玄

oa国F

mO司F

国』FON

Grld plale

Fuel support plat! 円

)町田ζ

-5-十一 d3

lHMl

Feed waler ilne

( unlt : mm )

Dump woler IIne

一一一一一ー一ー 1a3Z~ -一一~ー( ur唱し mm)

Vertical cross-sectional view of core 4 Fig. Plan view of core 3 Fig.

Page 19: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

o : 32PA-26PA two regional l a t t i c e s

— : Fitted curve

«r/Sh » 1.0685x10'• ( H + 18.966 ) 3 (St/ws)

'^q>—

400 500 600 700 800 900 Water level (mm)

1000 1100 1200

Pig . 5 D i f f e r e n t i a l w a t e r - l e v e l worth

- f— -^-Fuel rod it-

Fuel rod

Pre-amp. power supply Uflj

NaHTl) scintillation

•detector and L-'pre-amp

High voltage power supply

Linear amp. I

Single channel pulse height analyzer

I Scaler

I J—| Timer

Printer

Fig. 6 Block diagram of y-ray counting system for power distribution measurement

-13-

JAERI-M 84 -194

6

o 32PA-26PA two regional latticea

e r¥ 三|ヘー

4ト。工

;3 相 l 、a 、~ 21 、

o

g al

---寸可-ー←

( /2!/:回}Sρ/dh • 1.0685~107 ・[一一 1 一一}ヨ、H+ 18.966 '

ー_: Fitted curve

1200 1100 1000 900

(mm) 7∞ 8∞ Water leyel

600 500 200

Differential water-level worth

Fue{ rod

うF・ig.

A

Block diagram of y-ray counting system for

power diRtribution measurement

。0・aa

6 Fig.

Page 20: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

-n -

poj jgqjosqv : %

(IA) poj xsnj vdZ£ s O (A) OOOOOOOOOOOOOOO ooooooooooooooo oo oo ooo oo oo OOOOOOO OOOOOOO OOOO OOOOO OOOO OO OOOOOOOOO OO OOOOOOOOOOOOOOO ooo ooo ooo ooo ooooooooooooooo OO OOOOOOOOO OO oooo ooooo oooo OOOOOOO OOOOOOO OO OO OOO OO OO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(AI) OOOOOOOOOOOOOOO ooooooooooooooo oo*oo«ooo*oo#oo OOOOOOO O O O O O O O oooo ooooo oooo oo«ooooooooo«oo ooooooooooooooo ooo ooo ooo ooo ooooooooooooooo ooeoooooooootoo oooo ooooo oooo OOOOOOO OOOOOOO oo«oo«ooo»oo«oo ooooooooooooooo ooooooooooooooo

(n) ooooooooooooooo ooooooooooooooo ooiootooo#ootoo 0000000*0000000 0000*00000*0000 00*000000000*00 ooooooooooooooo oootooo ooo*ooo ooooooooooooooo 00*000000000*00 0000*00000*0000 0000000*0000000 oo*oo*ooo*oo*oo ooooooooooooooo ooooooooooooooo

ooooooooooooooo ooooooooooooooo oo*oo ooo oo*oo OOOOOOO OOOOOOO OOOO OOOOO OOOO OO OOOOOOOOO OO OOOOOOOOOOOOOOO ooo ooo ooo ooo ooooooooooooooo OO OOOOOOOOO OO oooo ooooo oooo OOOOOOO OOOOOOO ootoo ooo ooooo ooooooooooooooo ooooooooooooooo (m) ooooooooooooooo ooooooooooooooo oo*oo*ooo*oo*oo

OOOOOOO OOOOOOO 0000*00000*0000 oo#ooooooooo#oo ooooooooooooooo ooo ooo ooo ooo ooooooooooooooo 00*000000000*00 0000*00000*0000 OOOOOOO OOOOOOO oo*oo*ooo*oo*oo ooooooooooooooo ooooooooooooooo

(I) ooooooooooooooo ooooooooooooooo. oo*oo*ooo*oo*oo 0000000*0000000 0000*00000*0000 OOiOOOOOOOOOiOO ooooooooooooooo 000*000*000*000 ooooooooooooooo 00*000000000*00 0000*00000*0000 0000000*0000000 oo*oo*ooo*oo*oo ooooooooooooooo ooooooooooooooo

*6i-w w- iaavr

uOl:3a.I ~saヰ U下 Uよa~~ed :3u下peo'1 't圃L・:3u

一世1-

pOJ JaqJosqy ..

po~ tanJ YdG~ () ( IA )

()()()()()()()()()()()()()()() OOOOOOOOOOOO()OO 00 00 000 00 00 0000000 0000000 0000 00000 O()O() 00 000000000 O() OOOOOOOOOOOO()()O 000 000 000 ()OO OOOOOOOOOOO()()O() O() 000000000 00 0000 00000 0000 0000000 0000000 00 00 000 00 00 000000000000000 000000000000000

(AI )

000000000000000 000000000000000 00 ・00..000..00..000000000 0000000 0000 00000 0000 00・000000000.00000000000000000 000 000 000 000 000000000000000 00・000000000..0。0000 00000 0000 0000000 0000000 00・00・000800..0。000000000000000 000000000000000

( n )

000000000000000 000000000000000 00 ・00"000"00"000000000・00000000000..00000・000000・000000000..0。000000000000000 000"000 000..000 000000000000000 00・000000000・000000..00000・00000000000・000000000..00.000..00..0。000000000000000 000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

0000000000000000000000000000000000000000000oc

oo

・。。。。。。。。oGOo-o0

・Goo-00

・OGoo-o0

・Goo-o0.

。。

0000000000000000000000000000000OGoo-0000000

0000000000000OGoo-ooo00

・0000OGoo-oOGoo-o000

00000000000OGoo-oooooOGOo-oGoo-oooooOGoo-oo

000000000000000)000000000000000〉

00000000000000O

M00000000000OE00000000OGOo-GOo-GOo-coo

・000

(000000000000000(000000000000000(000000000000000

00000000000OGOo-00000OGoo-0000

・00000OGoo-00

0000000000000OGoo-ooGoo-oooooGoo-oOGoo-0000

0000000000000000000000000000000OGoo-oooooOG

oo-ooooGoo-oGoo-00

・GOo-o0

・OGoo-00

・Goo-00.

。。

000000000000000000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

世61一世8Jj-1祖3V[

Page 21: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84- 194

oooooooooooo oooooooooooooo oooooooooooooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oooooooooooooo oooooooooooooo oooooooooooo (VH )

OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO 00««0000000««00 oo#ooooooooo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo»ooooooooo#oo oo«*ooooooo««oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(IX) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOtOOtOOOtOOfOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo»ooooooooo»oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo»ooooooooo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo#oo»ooo»oo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

( X I ) O : 32PA F i g . 7-2 Loading

ooooooooo ooooooooooooo ooooooooooooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ooooooooooooo ooooooooooooo coooooooo

(vnr) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO 00«0»00000«0«00 OOOOOOOOOOOOOOO oo#ooooooooo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOCOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo*ooooooooo«oo OOOOOOOOOOOOOOO oo«o«ooooo«o«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(x) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ootoooeotoootoo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOfOOOOOOOOOiOO OOOOOOOOOOOOOOO oo»ooooooooo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ootooototoootoo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(xn) lei rod ;r rod em in test region

-15-

JAERI -M 84ー 194

000000000000000000000000000000000000000000

00000000000000000000000000000000000000000000

000000000000OOOo--oooOOOo--oGoo-00

・Goo-00.

。。

0000000000000OGoo-ooooOOGoo-00000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

0000000000000000000000000000OGoo-00000OGoo-oo

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00000000000000om00000000000000ou00000000000000on

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0000000000000000000000000000OGoo-oooooOGoo-oo

000000000000000000000000000000000000000000000

0000000000000OGoo-00000OGoo-00000000000000000

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・Goo-00.

。。

00000000000000000000000000000000000000000000

00000000000oc00000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000

0000000000000000000000000000000000000000000

00000000000OGoo-0

・0OGoo-0

・OGOo-Goo-0

・Goo-00

000000000000000000000000000000000000000000000

0000000000000OGoo-oooooOGoo-o0000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

000000000000000)000000000000000)00

・00000OGoo-oo}

00000000000000om00000000000000oxO00000000000000問

000000000000000(000000000000000(00

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000000000000000000000000000000000000000000000

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0000000000000OC0000000OC000000000000000000000

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・0OGoo-0

・OGoo-Goo-0

・Goo-00

0000000000000000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000

() 32P fuel rod

• Ab自orberrod

Fig. 7-2 Loading pattern in test region

EU

----

Page 22: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERl-M 84-194

OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo«oo»ooo«oo«oo ooooooo«ooooooo ooooooooooooooo oo«oo«ooo«oo«oo OOOOOOOOOOOOOOO oootoootoootooo OOOOOOOOOOOOOOO oo«oo»ooo«oo«oo OOOOOOOOOOOOOOO oooooootooooooo oo«oo»ooo»oo»oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO (xni) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oooooo««#oooooo oooooo»««oooooo ooooootitoooooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(XV) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO 0000«00»00»0000 OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oooo«oo«oo#oooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oooo«oo«oo#oooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo#oo»ooo«oo«oo OOOOOOOOOOOOOOO oooo«oo«oo#oooo oo©ooooooooo»oo OOOOOOOOOOOOOOO ooootootootoooo OOOOOOOOOOOOOOO oo«ooooooooo«oo ooooiootootoooo OOOOOOOOOOOOOOO oo«oo»ooo#oo«oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(XIV) OOOOOOOOOOCOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ooooo«o#o#ooooo OOOOOOOOOOOOOOO ooooo«o«o»ooooo OOOOOOOOOOOOOOO ooooo»o#o»ooooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO (XVI) OOOOOOOOOOOOOOO

OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ooo«ooo«ooo#ooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO ooo»ooo«ooo«ooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oootoootoooiooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

(xvn) (xvm) O •• 32PA fuel rod

# : Absorber rod Fig. 7-3 Loading pa t t e rn in t e s t region

16

JAERI -M 84 -194

000000000000000000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000OOG

oo-00

・Goo-00

・00000000000000000000000000000000

000OGoo-0000000000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000OGoo-00

・00.

。。。。

00

・00

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・00

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000000000000000〉

OOOOOo---000000)00000000000000OE

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・00000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000OGoo-00

・00

・0000

000OGoo-00000000000000000000000000000000000OG

oo-o0

・Goo-00

・00000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

000000000000000000000000000000000000000000000

,ノ

000000000000000 000000000000000 0.0・00・000.00.0。000000000000000 0000.00・00・000000・000000000.0。000000わ000000000000・00・00・0000000000000000000 00・000000000.000000・00・00・0000000000000000000 00.00.000.00.00 000000000000000 000000000000000

(XIV)

OOOOOOOOOOCOOOO 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 00000.0・0.00000000000000000000 00000.0・0・00000000000000000000 00000.0・O・00000000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000

(XVI)

000000000000000 000000000000000 000000000000000 000.000・000.000000000000000000 000000000000000 000000000000000 000.000・000.000000000000000000 000000000000000 000000000000000 000.000・000・000000000000000000 000000000000000 000000000000000

(Xvm)

o 32PA fuel rod

• Abaorber rod

Fig. 7-3 Load1ng pattern 1n test region

-16-

Page 23: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

- L I -

uo-pSaa 3S33 UT ujs^ed SuxpBoq tj-Z 'STJ

poa aaqjosqv : £

POJ Tsnj vae£ = O

( X X ) OOOOOOOOOOOOOOO oioooootoooooto OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO o«ooooo«ooooo«o OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO o*ooooonooooo«o OOOOOOOOOOOOOOO

( IXX) •oooooofoooooot OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO •oooooo«oooooo« OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO •ooooootoooooot

(XXI ) OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo«oooo«oooo#oo oooooooooocoooo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oomoooomoooomoo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO oo#oooo«oooo»oo OOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOOOO

f>6i -^8 w-raavr

-1.1 -

UOl~aJ ~sa~ Ul uJa~~Ed ~UτpEO'l ij-L・2τd

pOJ IanJ Vd2[ 0

pOJ JaqJosqv tt

000000000000OGO

o-ooGoo-ooGoo-0

000000000000000

000000000000000

000000000000000

000000000000000

)00000000000000o

n0

・0OGOo-00000.

(000000000000000

000000000000000

000000000000000

000000000000000

0000000000000GO

o-oOGoo-ooGoo-0

000000000000000

( IXX )

<<Toooooo ・oooooott000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 ・ooooooeooooooe000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 ・000000・ooooooe

( XXI )

000000000000000 000000000000000 ooeooooeooooeo。000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 00・ooooeoooo・00000000000000000 000000000000000 000000000000000 000000000000000 00・oooottooootto。000000000000000 000000000000000

~61 -~8 問一 IM3Vf

Page 24: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI - M

84-194

0 T

t •p

0 U

«J1

c U

•H

0)

-rt A

u

U

0 0

t) W

0 id •9

J3 c

+> •H

U

a

+> »

C dl >

i +>

4J C

••4

r> >

o •ri •P

t; U

-:

It) (0

0) M

<H

O

>H

0

(1) (H

111

m

0> 0)

c l-i

HI 0

J3 C

O

•iH

b> •H

^ ($

) A

jquidSSD

UD

ap UJOJJ

q;joM

AJIAJJODBJ jo

aoueja^iQ

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id u _ o

O 0) m

o nj

M 0)

( UJUU

) I*A

a) J0}D

M

)D3!JM

3

60 •H

-18-

2

』〉開mHlF由国

l-由品

J" o

'.8 0・2 0.4 06 08 '.0 1.2 '.4 '.6

B"C densily 0' absorber rod ( g/cm3 )

au oυEO』ωιTF『白

-10

-11 o

(樟)

h-228EEち

Eoと£

τobph-53ugこo

-9

1.8

1.4 1.6

( g/crn3 )

/ /

lH∞l

Change of reactivity worth according to

increase of B4C content in absorber rod

Fig. S Change of critical water level according to

increase oi B4C content in absorber rod

Fig. 8

Page 25: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

0 1 2 3 4 5 6 7 Distance between center and outer

absorber rods ( pitch )

Fig. 10 Change of critical water level according to increase of distance between center and outer absorber rods

-19-

JAERI -M 84 -194

〆?「ぺm/・0ぐi/¥o XXI

j XV~、、 Nu固ber of loading patt

600

E 550 E

-@〉

ω-

nν nυ RJV

ZHO〉〉

uuzzu 450

8 7

outE"r

23456 DistancE" betwE"E"n CE"ntE"r and

αbsorbE"r rods (pitch)

。。

Change 0王 criticalwater 1eve1 according to

increase of distance between cent.r 司ndouter

absorber rods

-19-

Fig. 10

Page 26: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

Run no. : 7114 oooooooooooo oooooooooooo oooooooooooo oooooooooooq oooooooooooo ooooooooooool OOOOOOO'

>OO0O00O0OO0 JOOOOOOOOOOO JOOOOOOOOOOO JOOOOOOOOOOO JOOOOOOOOOOO lOOOOOOOOOOO

Date

OOOOOOOOOOOOOOCOOOOOOOOOOOO oooooooooooopooooooooooo oooooooooooqoooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

: Feb.21,'83 6w/o U02

OGOOOOOOOO»O0OOO»O0O0O00OOO OOO00O00»O0OOOOOOO»O0OOOOOO nnnnnnoooooooooooooooXonnon OOOOOOoo»ooooooooo»ooOOOOOO OOOOOOOOO0»0OOOO«OO00OO0OO0

o : 3.2w/o U02 • : Absorber rod (JQ) Water hole : 1

0.857 0.712 0.943

0.985 0.889 0.804 0.727 1.065 0.963 1.059 0.849 1.125

0.919 0.750 0.994

0.830 0.696 0.922 0.835 0.672 0.890 0.814 0.669 0.886

0.779 0.683 0.905 0.771 0.676 0.896 0.782 0.669 0.886 0.808 0.676 0.896

0.768 0.699 0.926 0.782 0.682 0.904

0.806 0.688 0.912

0.835 0.822 1.089 0.827 0.798 1.057 0.795 0 . 744 0.986 0.808 0.739 0.979 0.843 0.764 i.012

0.823 0.713

0.856 0.746 0.988

0.864 0.881 1.167 0.914 0.929 1.231

1.109 0.922

0.868 0.864 1.145 0.858 0.810 1.073 0.878 0.817 1.082 0.911 0.813 1.077

0.878 0.769

0.945 1.019 1.073

0.908 0,806 1.068

1.018 0.997

0.850 0.992

0.716 1.018

0.676 1.055

0.877 1.034

«-Normalized power *- Buckling corrected power

•-Normalized power ••-Buckling corrected power ••-Peaking factor

0.906 0.810

1.257 0.857

1.232 0.883

1.187 0.932

1.106 0.943

1.078 0.969

1.370 0.979

Pig. 11 Power distribution in the core ( II )

-20-

JAERI -M 84 -194

Run no. 7114

Date Feb.21,・83

o 2.&w/o U02

。 3.2w/oU02

• Absorber rod (JO)

Water ho1e 1

0.877

1.034

0.&7&

1.055

0.71&

1.018

0.650

0.992

1.018 I← Normalized power

0.997 I・-Buckling corrected power

1.109

0.922

jjjjjli;議lutli;j;jli;;!? liJii;

22155;litz111:;513;j zziiE2lj;2152122152123i

r

e

w

o

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Her

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nvr』L

oc

dca

aL'si

zg

ins

-in

ali

kk

rca

oue

M"nuUz --↑

1.106

0.943 1.078

0.9&9

!.370

0.979

Fig. 11 Power dis七ribuセionin the core ( 11 )

-20一

Page 27: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 8 4 - 1 9 4

oooooooooooopooooooooooo QOQOQOOOOOOOPOOOOOOOOOOO oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooooooooooooooo OOOOOOooopogoooQoooooooOOOO ooooooggggg°ggg°gg°ggoooooo ooooooogp88o8°8S88888oooooo OOOOOODOOO»ooooo»ooooOOOOOO 000000 0 0 »°OPOOOOOO«00000000 ftnnnftn°ooooooooooooooXnnnnn -S§8888ggg0ggg08g§o8§8888g§8-O00OOO00»OO000O00O»0O0OOO00 oooooooooo»ooooo»oooooooooo

Run no. : 7115 Date

OOOOOOOOOPOOOOOOOOOOPOOOOOO oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

Feb.23, '83 o : 2.6w/o U02 o : 3.2w/o U02 • : Absorber rod ( J Q ) Water hole ; 5

1.084 0.885 1.074 1.192 0.955 1.159

0.958 0.796 0.966 1.022 0.836 1.015

1.063 0.868 1.054

0.874 0.733 0.890 1.021 0.822 0.998 1.138 0.936 1.136

0.836 0.733 0.890 0.802 0.703 0.853 0.857 0.733 0.890 1.077 0.901 1.094

0.813 0.740 0.898 0.824 0.719 0.873

0.966 0.824 1.000

0.847 0.834 1.012 0.825 0.796 0.966 0.871 0.816 0.991 0.904 0.826 1.003

0.877 0.894 1.085

0.880 0.894 1.085

1.125 0.935

0.884 0.880 1.068 0.916 0.865 1.050 0.886 0.824 1.000

0.886 0.803 0.975 0.953 0.830 1.008

1.056 0.971 0.915 0.850 1.111 1.032

0.927 0.828 1.005 0.977 0.867 1.053

1.008

0.852 0.994

0.707 1.006

0.665 1.037

0.868 1.024

"- Normalized power 0.987 •"-Buckling corrected power

"-Normalized power "-Buckling corrected power "- Peaking factor

0.967 0.865 1.050

1.310 0.893

1.274 0.913

1.193 0.936

1.081 0.941

1.087 0.977

1.J81 0.986

Pig. 12 Power distribution in the core ( III )

-21-

JAERI -M 84ー194

Run no. 7115

Date Feb.23,'83 o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

• Absorber rod (JO)

Water hole 5

0.852

0.994

0.707

1.006

0.665

1.037

1.00日|← Normalizedpower

0.868

1.024

0.987 I -Buckl1ng corrected power

;;51ijお!日朝日立lifE!?;;;;

jjjilisjlifjj|1551zzi ijgjlijjill;;jjlifZH321321135

1.125

0.935

ー-Normal1zed power ー-Buckl!ngcorrected power - Peaking factor

1.310

0.893

1.081

0.941

Fig. 12 Power distribut10n in the core 111

-21-

1.087

0.977

LAH

0.986

Page 28: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

J A E R I - M 8 4 - 1 9 4

OOOQOQOOOOOI §00000000001 OOOOOOOOOOI OOOOOOOOOOOL, OOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOi 0 0 0 0 0 0 5 0 0 0 0 0 0 L OOOOOOo

OOOOOQOOOOO OOOOOOOOOOO OOQOOQQQOOO OOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOO

0000000 0 * 6 6 * 6 8 0 0 0 0 ° 0 oossBSspogggo

0000000000 ooooo oooooooooo 0OOO00oo»00000O00O»0OoooOO0 OOOOOOooaoooooooooioooOOOOO o o o o o o o o o o ooooo oooooooooo o o o o o o g g g g g ° g 0 g ° ° £ ° ° ° o o o o o o oooooogg88gSoo°8ob388oooooo OOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOO OOOOOOOOOOOOpOOOOOOOOOOO oooooooooooopooooooooooo ooooooooooooloooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo

Run no. : 7116 Date : Feb.25,'83 o : 2.6w/o UO2 o : 3.2w/o U02 • : Absorber rod ( J n ) Water h o l e : 9

1.221 0 . 9 9 7 1.092 1.310 1.050 1.150

1.150 0 .956 1.047 1.151 0 . 9 4 2 1.032 1.179 0 . 9 6 2 1.054

1.185 0 . 9 9 4 1.089 1.178 0 .948 1.039 1.237 1.017 1.114

1.017 0 .891 0 . 9 7 6 1.146 1.004 1.100

1.083 0 .926 1 . 0 1 4

1.199 1.003 1.099

0 . 9 1 1 0 .829 0 .908 0 .958 0 .836 0 .916

1.033 0 .881 0 .965

0 .875 0 .861 0 . 9 4 3

0 .911 0 . 9 2 9 1.018

1.147 0 .953

0 .925 0 . 9 4 0 1.030

0 . 8 9 1 0 .860 0 . 9 4 2 0 . 9 2 2 0 . 8 6 3 0 .945 0 . 9 5 9 0 . 8 7 7 0 . 9 6 1 0 .955 0 .865 0 .948

1.160 1.005 1.101

0 .955 0 . 8 3 2 0 . 9 1 1 1.032 0 .904

0 .926 0 . 9 2 1 1.009 0 .925 0 . 8 7 3 0 .956 0 .980 0 . 9 1 2 0 . 9 9 9 0 .966 0 . 8 6 3 0 .945 0 . 9 7 4 0 . 8 6 4 0 . 9 4 7 1.023 0 .915

0 .854 0 .996

0 .711 1.011

0 . 6 6 4 1.036

0 .865 1.020

0 .996 —Normal ized power 0 .976 " - B u c k l i n g c o r r e c t e d power

J_ -Normalized power -Buckling corrected power • Peaking factor

1.338 0.912

1.324 0.948

1.241 0.974

1.109 0.965

1.086 0.976

1.387 0.991

O.990|l.002|

Pig. 13 Power distribution in the core ( IV )

-U-

]AERI -M 84-194

Run no. 7116

Date Feb.25, '83 o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

• : Absorber rod (JO)

Water ho1e 9

0.865

1.020

0.664

1.036

0.711

1.011

0.854

0.996

0.9961← Nor問 lizedpower

0.976 I・-Buck1ingcorrected power

1.147

0.953

jj説ljjjjjli;iiilijjjjlifZlijj;;

iJ3lijjsluzllijjjiljjjj; ijj;liJ211jjjil i;jjjlifzlujjlijjj;

r

e

w

o

nr

Au e

rt

ec

wer

oro

nrrbL

oc

dca

e

,E

zg

aE&nMOO

'&a--n

aTba1

mkk

rca

oue

旧日

RUBE---

1.338

0.912

1.109

0.965

1.086

0.976

1.387

0.99L

Fig. 13 Power distribution in the core ( IV

-2;:l-

Page 29: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI - M 84-194

ooooooooooo ooooooooooo 'Oogoogopooo ooooooooooo ooooooooooo ooooooooooo

oooooooooooo 8000QOOOOOO&I ooooooooooo oooooooooood oooooooooooo ooooooooooool O O O O O O O O O Q Q O O O O Q O O O O O O O O O O O 00OO00SxoSS°SSS°S9°SS00O0OO oooooog8o88o8°8o88o8§oooooo OOOOOOOOOO OOOOO OOOOOOOOOO O O O O O O O O OOOOOOOOO OOOOOOOO ooonooOooooooooooooooXnnriOo • iWWMfooo ooo ooo o o o x 8 w * S * SS29xSogoogooooooooooOoOQOO O O O O O O O O OOOOOOOOO OOOOOOOO OOOOOOOOOO OOOOO OOOOOOOOOO oooooogg°ggog0goggoggoooooo 000000000880000008080000000 O O O O O O o o o o o o o o o o o o o o o O O O O O O oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo ooooooooooodoooooooooooo OOOOOOOOOOOOPOOOOOOOOOOO oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

Run n o . Date :

7117 Feb . 2 8 / 8 3

0 : 2 .6w/o UO2

o : 3 .2w/o U02

Water h o l e : 21

1.423 1.167 0 . 9 6 9 1.563 1.252 1.044

1.460 1.214 1.012 1.432 1.172 0 . 9 7 7 1.435 1.171 0 .976

1.603 1.345 1.121 1.482 1.193 0 . 9 9 5

1.432 1.447 1.213 1.255 1.317 1.136 1.046 1.098 0 .947 1.596 1.399 1.166 1.575 1.347 1.123 1.570 1.314 1.096

1.567 1.289 1.075

1.139 1.121 0 . 9 3 5

1.014 1.034 0 .862 1.053 1.070 0 .892

1.274 1.230 1.026

1.467 1.280 t . 0 6 7

1.523 1.299 1.083 1.545 1.339

1.277 1.167 0 . 9 7 3 1.369 1.240 1.034 1.314 1.145 0 . 9 5 5 1.325 1.160

1.111 1.105 0.921 1.123 1.060 0.884 1.170 1.0B8 0.907 1.205 1.076 0.897 1.190 1.056 0.880

1.223 1.017

1.048 1.026

0.849 0.991

0.694 0.987

0.647 1.009

0.839 0.989

"-Normalized power •-Buckling corrected power

"-Normalized power "-Buckling corrected power "-Peaking factor

1 . 1 1 6 | 0 . 9 6 7

1.221 1.092 0 . 9 1 0

1.544 1.052

1.437 1.029

1.285 1.009

1.163 1.012

1 . U 8 1.004

1.397 0 .998

Pig. 14 Power distribution in the core ( VI )

-23-

JAERI -M 84 -194

Run no. 7117

Date Feb.28,'83 o : 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

Water hole 21

0.84'1

0.991

0.694

0.987

0.647

1.009

1.0481-Normalized power

0.839

0.989

1.026 I・・Buck1ingcorrected power

ijjjliJj; Ujijii251mliJi!

ijill;;;jlifzlI122lijj;; mlmlmli;;21 1jEi1551iJ;;

1. 223

1.017

ー-Normalized power ー-Buck1ing correc之edpower - Peaking factor

1.544

1.052

1.1&3

1.012

Fig. 14 Power distribution in the core ( VI

一23-

1. 118

1.004

1.397

0.998

Page 30: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84 -194

Run no. oooooooooooc 80600QOOOOOC ooooooogooc oooooooooooc 00000000000c oooooooooooc 0 0 0 0 0 0 0 0 9 oooooogea OOOOOOi

3 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 3 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

300000000000 3 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

2 O 0 0 O 0 O 0 0 22BOOOOOO OOOOUDCOOOOOOiOOQOOOOUUUUUU

OO0OOO000o«00O00*OO0OO0OO00 OOOOOO

O O O O O 0 o 0 * 0 o 0 o 0 0 0 O O » O O D 0 O 0 0 0 ooooao00220oogoooooocoooooo

-888S88g|8sg88S8S88S§g888SS8-OOOOOOSSiSSooSoooOiooOOOOOO OOOOOO°°0O«0O0O0»OODOO0OOO0 ooooooggSggggSgegggggoooooo 000000880880888888888000000 OOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOOO 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 ( 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

7118 Date : Mar. 2, '83 o : 2.6w/o UO2 o : 3.2w/o U02 • : Absorber rod ( J , )

.281

.046

.987 317 055 995

1.248 1.037 0.978 1.276 1.044 0.985 1.248 1.014 0.957

1.321 1.108 1.045 1.284 1.034 0.976 1.285 1.057 0.997

1.200 1.052 0.993 1.303 1.142 1.077 1.292 1.105 1.043 1.344 1.125 1.061

1.221 1.111 1.048 1.256 1.096 1.034

1.287 1.098 1.036 1.266 1.097 1.0351

1.042 1.026 0.968 1.113 1.074 1.013 1.151 1.078 1.017

0.984 1.003 0.946 1.002 1.018 0.961 1.029 1.024 0.966 1.095 1.034 0.976

1.156 1.057 0.997 1.215 1.101 1.039 1.188 1.035 0.977 1.153 1.010 0.953

1.101 1.024 0.966

1.214 1.009

1.033 1.012

1.123 1.003 0.946 1.144 1.015 0.958 1.123 1.004 0.947

0.844 0.985

0.697 0.991

0.650 1.014

0.835 0.985

—- Normalized power *-Buckling corrected power

•-Normalized power •-Buckling corrected power «- Peaking factor

1.466 0.999

1.415 1.014

1.261 0.990

1.136 0.989

1.114 1.001

1.401 1.001

Pig. 15 Power distr ibution in .the core ( I )

- 2 4 -

JAERl-M 84 -194

Run no. 7118

Date Mar. 2,'83 o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

・Absorberrod (J6)

0.844

0.985

0.697

0.991

0.650

1.014

1.033 I← Normalized power

0.835

0.985

1.012 1・-Buckling corrected powec

;;51j;Zj| i;511;ijjiiJ3li;i;js

1.214

1.009

jj;;|ijaICEil lUjijii;ijjI~関与:2155山wer

1.2G611.15311.123 1.09711.01011.004 1.03510.95310.947

Fig. 15 Power distribution in ,i;he core ( 1 )

-24-

Page 31: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

J A E R I - M 8 4 - 1 9 4

Run no. 7119 ooooopppooook 80000000060^ 0000000000 OOOOOOOOOOO' OOOOOOOOOOOI OOOOOOOOOOO' OOOOOOO

1OOOOOOOOOOO JOOOOQOOOOOr aoooooQooogi 5ooooooooooo 30000O000O0O 300000000000 !8 o

Date : Mar. 4 , ' 8 3 .6w/o UO2

3 .2w/o UO2 60000000000

<_«vw\j^wfio£=fi=p:fiK=ys?2SKoooOoo oooooo88888S888!88S8loooooo 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 * 0 0 0 0 0 * 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 oooooooo»ooooooooo»oooooooo 0 0 0 0 0 o°°020oooooooooonnnnon -7WKKKX 0 0 0 «°oo«ooo«ooo^K£W. 92x2S2oB2oooooooo5ooooggooo OOOOOOOOiooooooooo*ooOOOOOO oooooooooo«ooooo»oooooooooo

• : Absorber rod ( J , )

0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 oooooooooooooooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

1.197 0 . 9 7 7 0 . 9 6 7 1.252 1.003 0 . 9 9 3

1.195 0 . 9 9 3 0 . 9 8 3 1.244 1.018 1.007 1.207 0 .985 0 . 9 7 5

1.141 1.000 0 .990

1.232 1.034 1.023 1.235 0 . 9 9 4 0 . 9 8 4 1.Z10 0 .995 0 .985

1.212 1.062 1.051 1.193 1.021 1.010 1.214 1.016 1.005

1.151 1.047 1.036 I. 174 1.024 1.013

1.194 1.019 1.008 1.203 1.042 1.031

1.015 0 . 9 9 9 0 . 9 8 9 1.074 1.037 1.026 1.046 0 . 9 7 9 0 . 9 6 9 1.097 1.003 0 . 9 9 3 1.157 1.048 1.037 1.160 1.010 1.000

0 .973 0 . 9 9 2 0 .982

1.189 0 .988

1.027 1.044 1.033 1.017 1.012 1.001 1.060 1.001 0 .991 1.079 1.004 0 .994 1.074 0 . 9 5 9 0 . 9 4 9

1.118 0.979

969

1.0S5 0.963 0.953

1.018 0.997

0.858 1.001

0.703 1.000

0.647 1.009

0.836 0.986

«-Normalized power *—Buckling corrected power

"-Normalized power *-Buckling corrected power *•Peaking factor

1.096 0.980 0.970

1.427 0.973

1.373 0.984

1.245 0.977

1.134 0.987

1.109 0.996

1.409 1.006

Pig. 16 Power distribution in the core ( I )

-25-

JAERI -M 84 -194

Run no. 7119

Date Mar. 4,'自3

o 2.Gw/o U02

。 3.2w/oU02

• : Absorber rod (J4)

0.858

1.001

0.70]

1.000

0.647

1.009

1. 0 18 I -Normalized power

0.836

0.986

0.997 I・-Bucklingcorrected power

lJjillJ21 UjijiiJiiljfjilljiij

1.189

0.988

iJElijjilljjji lhjilli3212igiiip:草子:ωwer

ijjZ11251ifiiliiElul31iJiili32i;:;:;i;:;;;i;151;:;;;|;:;::ltz

Fig. 16 Power distribution in the core ( I

-25-

Page 32: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84 -194

Run no. 3O0OOOOOOOOO 5 0 6 0 0 0 0 0 0 0 0 0 588888888888 IOOOOOOOOOOO IOOOOOOOOOOO >888B850OOOOO

000000000000000000000000000 oooooooooooopooooooooooo ooooooooooocjoooooooooooo 000000000000006000000000 oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo

7120 oogpoooooooc 8oooogoooooc ooooooooooc 00000000000c 00000000000c 00000000000c ooooooggo ooooooSSE; ooooooggS OOOOPOoooo»ooooo»oooooOOOOO

_§§§go§S§Sggg8ggggggggg°8°§§ ooooooSBieSSoBooeoioooooooo O00000 0 0 °o» 0 0 ooo»oooooo0000

Date : Mar. 7 , '83 o : 2.6w/o UO2 o : 3.2w/o UO2 • : Absorber rod ( J , )

1.052 0.859 0.971 1.056 0.846 0.956

1.012 0.841 0.951 1.069 0.875 0.985 1.051 0.858 0.970

0.966 0.847 0.957

1.012 0.849 0.960 1.050 0.845 0.955 1.026 0.844 0.954

0.985 0.863 0.976 0.985 0.843 0.953 1.027 0.859 0.971

0.944 0.859 0.971 0.987 0.861 0.973

0.997 0.851 0.962 1.011 0.876 0.990

0.919 0.905 1.023

0.917 0.935 1.057

0.923 0.891 1.007 0.954 0.893 1.009 1.001 0.915 1.034 1.034 0.937 1.059 0.997 0.868 0.981 1.004 , 8 7 9 0.994

0.950 0.965 1.091

1.174 0.976

0.944 0.939 1.061 0.977 0.923 1.043 1.001 0.931 1.052 1.003 0.896 1.013 1.009 0.895 1.012 1.018 0.911 1.030

1.001 0.980

0.847 0.988

0.705 1.003

0.652 1.017

0.864 1.019

"-Normalized power "-Buckling corrected power

•-Normalized power ••-Buckling corrected power *- Peaking factor

1.365 0.930

1.315 0.942

1.209 0.949

1.107 0.963

1.089 0.978

1.397 0.998

Fig. 17 Power distribution in the core ( I )

-26-

JAERI -M 84 -194

Run no. 7120

Date Mar. 7,'83 o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

・AbGorberrod (J2)

0.864

1.019

0.652

1.017

0.705

1.003

0.847

0.988

1.001 I -Nor町田l1zedpower

0.980 I -Bucklins corrected power

1.174

0.976

757一ゆ

3H-4円

d-733-112-363-952-810

135一目崎市巾一崎司

6-724一035-09l一砂駅工

-ul到

990一990-990-9qAV-α90一向山由。

O一山閉山00-oqw仏

・・・-----・・・田・・・---------・・・圃・・・

00I'FMぽ阿川』

oo--oo--lol--ol一lol--01

-ι乃はリロ一ゴはワ一

4q岬一

115A-479一781一49A

一川町内三沼。。

-590-Diz--ぜ

35-9Lm8-n仙引'引

-990-980-980一AU90-090-P&円三引

BV

E--------

・・・明・・・回・・・-・・・田・・・

-oo--oo--ool--01一-Eot-000一100

491-713-

士,

12-160

ι"にJヲ,

-Oロιo守,

-

-

O

CJζu-'A守'nヲ

9日

9-989一

-989-089

内vnunv-nvAunu--nvnvnv

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ιU『

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,Jιu-aJ宮

J93-ヲ'nッ,A開

4UL崎長

J-ooto『

r-ODAU『CJ-q'・EJ守

'R

989-989-989-089-

nununu-nunvnu-nvnvnu-'Anvnv-

290-0537U44

1ゐ

6-345-245

089-08。-089

・且

nvnv-a且nunv-'AnvnV

2lt-933-ISO

--匂『田

678735F

089-OBQ-089

・且

nvnvE

,AAUnu-'Lnvnv

q'Oヲ・且戸

ιυιu&u

ミJRJヲ'Eに

JA崎昆

J

nv

。00ヲ司

nuoooヲ

:

'Anunu--且凸

vnv

ー-Normalized power ー-BuckUng _corrected power - Peaklng -factor

1.365

0.930

L 107

0.963

1.089

0.978

1.397

0.998

Fig. 17 Power distribution in the core ( 1

-26-

Page 33: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

Run n o .

ooopoogooooc §OQOQOOOOOOC

'Ooooogooooo .JOOOOOOOOOOO o o o o o o o b o o o o o p o o o o o

OOOOOOOOOOOOPOOOOOOOOOOO oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo OOOOOOoggooggoogogooooooooo oooooo8es|g2g9BS8gooeoooooo ooooooggS8So88oo88ooooooooo oooooooooo»ooooo»oooooooooo 0 0 0 0 0 0 0 0 » 0 0 0 0 0 o o o o » o o o o O O O O o o o o o o 0 0 0 0 ° ° ° o o o o o o o O o o o o n n OOgoOpooc/OoooooooooooOOOpoo OOOOOOootoooooooooaooOOOOOO OOOOOOOooo»ooooo»oooonooooo oooooogggggggSgggggggoooooo ooooooggg88SoooSS8S8§oooooo OOOOOOoooooooooooooooOOOOOO OOOOOOOOOOOOPOOOOOOOOOOO oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooopooooooooooo

7121 Date : Mar. 9 , ' 8 3 o : 2 .6w/o U02

o : 3 . 2 w / o U02

• : Absorber rod ( J Q )

0 . 8 3 8 0.68ft 0 . 9 4 1 0 . 8 2 0 0 . 6 5 7 0 . 9 0 4

0.80 0 . 6 6 9 0.921 0.841 0.688 0.947 0 .844 0 . 6 8 9 0 . 9 4 8

0 .734 0 .616 0 .848 0 .786 0 . 6 3 3 0 . 8 7 1 0 . 7 9 0 0 .650 0 . 8 9 5

0 . 7 5 8 0 .664 0 .914 0 . 7 4 1 0 . 6 4 9 0 . 8 9 3 0 .730 0 . 6 2 4 0 . 8 5 9 0 .776 0 .649 0 . 8 9 3

0 .746 0 .679 0 .935

0 . 8 3 1 0 .818 1.126 0.823 0.794 1.093

0 .752 0 .656 0 . 9 0 3

0 .765 0 . 6 5 3 0 .899 0.787 0.682 0.939

0 . 8 1 7 0 . 7 6 5 1.053 0 . 8 2 0 0 . 7 5 0 1.032 0.804 0.728 1.002

0 .854 0 . 8 7 1 1.199 0 .859 0 . 8 7 3 1.202 0 .876 0 .872 1.200

1.114 0 .926

0.996 0.976

0 . 8 7 3 0 .826 1.134 0 .S4S 0 . 7 8 9 1.086

0.838 0.890 0.730 1.005 0.853 0.747 1.028

0 . 8 9 2 0 .796 1.096

0 .790 1.087 0.901 0.806 1.109

0.839 0.979

0.709 1.009

0.671 1.047

0.878 1.035

•-Normalized power "-Buckling corrected power

•"-Normalized power *- Buckling corrected power ••-Peaking factor

1.241 0.847

1.236 0 . 8 8 5

1.145 0 .899

1.087 0 .946

1.088 0 .978

1.364 0 .974

Pig. 18 Power distribution in the core ( I )

-27-

]AERI -M 84 -194

Run no. 7121

Date Mar. 9,・83

o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

・Absorberrod (JO)

0.878

1.035

0.671

1.047

0.709

1.009

0.839

0.979

0.996 I 4-Norma1i2ed power

0.976 I・-Bucklingcorrected power

1.114

0.926

縦割問lisi|悦!?:;jj

isilGigliizl IR212;z ifilli;iil|間litalitjjlGEli;;i!

伊--e

w

o

nv

Ju

e

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oc

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-in

a3a・・1

mkk

rca

oue

MnnuD‘ ---1.241

0.847

1.087

0.946

1.088

0.978

1.364

0.974

Fig. 18 Power distribution in the core ( 1

一27-

Page 34: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

J A E R I - M 8 4 - 1 9 4

Run no. 7122 ooogoooooooc 80QOQOOOOCOC ooooooooooc oooooooooooc oooooooooooc oooooooooooc OOOOOOogOQOE" OOOOOOSg22SS OOOOOO060880

3 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 3000OOOO0OO0 JoogoogoQOOO 5ooooooooooo 300000000000 300000000000

500000000 3 0 0 0 0 0 0 3 0 0 0 0 0 0

Date : M a r . 1 1 , ' 8 3 o : 2 .6w/o UO2 o : 3 .2w/o UO2 e : V o i d p i p e

OOOOOOooooeooooooooooOOOOOO 0 0 0 0 0 0 ° o « o o o o o o o o o e o o o o o o o o n n n n n n ° ° S o o o o o o o o o o o O o n n n n r t OOOOOOooOOOOOOOOOOOOoOOQOOO OOOOOOooEoooooooooaooOOOOOO 0 0 0 0 0 0 ° 0 ° o » o o o o o » o o o o o o o o O O

000000000000000000000000000 oooooooooooopooooooooooo oooooooooooofoooooooooooo ooooooooooodoopooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooobooooooooooo oooooooooooobooooooooooo

1.270 1.037 0 . 9 6 9 1.341 1.075 1.005

1.258 1.046 0.978 1.279 1.047 0 .979 1.267 1.034 0 . 9 6 6

1.350 1.133 1.059 1.315 1.059 0 . 9 9 0 1.308 1.076 1.006

1.231 1.079 L.009 1.305 1.144 1.069

1.325 1.133 1.059 1.379 1.154 1.079

1.230 1.119 1.046 1.262 1.101 1.029

1.316 1.123 1.050

1.049 1.032 0 . 9 6 5 1.138 1.098 1.026 1.110 1.039 0 . 9 7 1 1.157 1.058 0 . 9 8 9

1.232 1.116 1.043 1.176 1.024 0 . 9 5 7

1.303 1.129 1.055

1.181 1.034 0 . 9 6 6

0 .976 0 .995 0 .930

1.036 1.053 0 . 9 8 4 1.062 1.057 0 .988

1.211 1.007

1.067 1.008 0.942 1.106 1.029 0.962 1.131 1.010 0.944 1.127 1.000 0.935 1.136 1.016 0.950

1.031 1.010

0.856 0.999

0.696 0.990

0.641 1.000

0.826 0.974

•"Normalized power •-Buckling corrected power

-Normalized power - Buckling corrected power • Peaking factor

1.453 0 . 9 9 0

1.393 0 .998

1.275 1.001

1.141 0 . 9 9 3

1.118 1.004

1.416 1.011

Pig. 19 Power distribution in the core ( I )

-28-

JAERI-M 84 -194

Run no. 7122

Date Har.ll,'B3 o 2.6w/o U02

o 3.2w/o U02

・Voidpipe

jJEjlitzl i;31551iJjillJEi

1.211

1.007

0.856

0.999

0.696

0.990

0.641 1.000

1.031 I← Norma11zed power

0.826

0.974

1.010 1 .. ・Buckl1ngcorrected power

jj;jiltzlugil li;ig|城izislitz2jgzedP卵白

1.34111 .2671 1. 308 1.07511.03411.076 1.00510.96611.006 i;jg|j;j;i|j;iii

Fig. 19 Power distribution in the core ( 1 )

-28-

1.118 I 1.416

1.004 1 1.011

Page 35: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

Run no. : 7125 L Date : Mar.14,"83 oooooooooooopooooooooooo

oooogooooooopooooooooooo r> • 1 fi»j/r> irn-> ooooooooooooBoooooopoooo ° • ^-ow/o U02 OOOOOOOOOOOOpOOOOOOOOOOO

oooooooooooooooooooooooo ° • J-*w'° u"i oooooo SgggggggSSSgggoooooo Water hole : 10 000000088888888888888000000 OOOOOOOOPPPOPOOOPOPODOOOOOO

_gSgggS88888g88S88S8gSgggg^ -SS8B8Sgggggggg8§g8S8888S§§S-

OOOOOOOOOOOOPOOOOOOOOOOOOOO oooooogggggggggggggggoooooo oooooogggggggggggggg°oooooo ooooooo§°8o8oopo§88§ oooooo OOOOOOOOOOPOOOPOPO O O O O O O oooooooooooopooooooooooo cooooooooooobooooooooooo oooooooooooooooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo oooooooooooopooooooooooo

r

1.212

1.225

1.248

1.203

1.222

1.22?

1.158

1.192

1.242

1.216

1.076

1.016

1.036

1.141 1.099

1.141

1. 169

1.195

1.150

1.146

1.159

1.1.72

0.981

0.984

1.005

1.203

1.068 1.059

1.094

1.104

1.148

1.154 1.142

1.075

1.120

1.127

1.021

0.857

0.703

0.641

•-Normalized power

••-Normalized power

L.467

1.116

1.396 1.274 1.149 1 .113

Pig. 20 Power distribution in the core ( VII )

- 2 9 -

JAERI -M 84 -194

Run no. 7125

i,-"n Date Mar.14,・83 0.848 翠 o 2・6w/oU02

o 3.2w/o U02

Water hole 10 0.641

0.703

0.857

1.021 1 -Normal1zed power

1.203

0.981

1.01610.984

1.07611.03611.005

1. 14111.09911.06811.059

1.15811. 14 JI 1.14611.09411.075

1. 2031 1. 1921 J. 1.691 1. 1 S9 ( 1. 10411. 120 ( - Normallzed power

1. 22511. 22211. 24211. 1 9'i 11. 1721 1. 14811. 127

1.467 1.2741 1.1491 I.11J 1 1.400

Fig. 20 Power d1etr1but1on 1n the core ( VII

-29-

Page 36: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

16

1-4

12-

101

- i 1 1 r

A 8 . A A

» V v

i i $ I i t v * * x \ y Normalized points

Test region

Absorber rod

Driver region

Fuel rod

rKii "ra r~ja H a H a H a ih 1.11 I. i l l .

* - Reflector

0 20 40 60 80 100 120 160 160 180 200 220 240 260 Distance from core center (mm)

Pig. 21 Relative power distributions along horizontal direction

1-6 I I I I ™ — " T " - I I - I 1 I I I I I I

1-4-

1-2

1-0

8. 08

<r

» »

Test region

Absorber rod

rUcU

|ra« Absorber

i •

W3SS « : woter hole 08 * : v0'd

Sam ° •' j 6

[fig A : J* TO v : J2 MR A : Jo

Normalized points

Driver region

Fuel rod

ft) iti fh rii ft

•-Reflector

0 20 40 60 80 100 120 1A0 160 180 200 220 240 260 280 300 320 340 Distance from core center ( mm )

Pig, 22 Relative power distributions along diagonal direction

30-

Absorber ・ waterhole • : yoid 。 J6企 J4v: J2 ..: Jo

]AERI -M 84 -194

1.6

1.4

量輩、〆Norma11zed po1nt8

E'a・

--a'a

z マ

-ea '

.。・a

可,

a a a

a

a a

RetlKtor

4‘ 4‘

4‘

v

4‘

'

4‘

'

4‘

1.2

}

4

n

u

a

o

a

u

'・

n

u

n

u

』由主

oa曲三百-島区

ぉ。

Re1ative power distributions along horizontal direction

240 180 200 220 (mm)

60 80 1∞凶 140 160 Oistance trom core cenler

40 20

Fig. 21

Absorber water hole yoid

o : J6 4・:ムv : J2 ・:お

1.6

1.4

ミパNor皿al1zedpo1ntll

e 車s 4‘

-a'a・

2

' 4‘

-oa

'

-a

'

• 4‘

‘'

4‘

1.2

M

a

o

"

.,

A

u

n

u

kEoaZ百ZZ

Reflector

4‘

Te5t region

4‘

0.4

o o 1∞120 140 160 180 2∞220 240 260 2日o3∞320 340

。箇組ncetrom cc町ecenter (nm)

Relatlve power distributlons along diagonal dlrection

-30-

80 60 40

Pig. 22

20

Page 37: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

JAERI-M 84-194

1-4

1-2

1.0

0.4|

-I 1 1 T" i i r T

e • A °

A A

loading pattern . : VI (WH-21, Jo-0) • : IV (WH-9, Jo-12) o : III (WH-5, Jo-16) A : II (WK-1, Jo-20) A . I (lffl-0, Jo-21)

i 1

'•2<lfn

• Test region -Absorber red

nmSrtrtrh

« Driver region •

"rn

Fuel rod

"fa H a fjz, pfa rh

• Reflector

• * i

0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 Distance from core center ( mm )

Pig. 23 Relative power distributions along horizontal direction

1-6 - i 1 1 i

1.4

1-2

1.0

I 0-8

| 06

0.4|

02

A a

* i

loading pattern . : VI (WH-21, J„-0> • : IV (WH-9, J 0 - 1 2 ) O : I I I (WH-5, Jo-16) A : I I (WH-1, J 0 - 2 0 > * : I (WH-0, J„-21)

Test region Absorber rod

tb rK $

Driver region

r /

Fuel rod

rh rh rh rh rh

* - Reflecter

0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300 300 320 Distance from core center {mm )

Fig. 24 Relative power distributions along diagonal direction

-31 -

JAERl-M 84 -194

load1n1 pattern

1.'ト 担題" ma • : VI (IIH・21.J。・0)

IV (V四・9.Jo-12)

o III (VH-5. 1。・16)

1.2トA II (VH-l. Jo-20)

A 1 (WH・0,J。・~1)

. . 血 畠. .

血。 s Z 2 o 0 晶

企 品

g -.〉ロu 4・4直‘ ま

O.6~ A

トー一一Tl!strl!cion -1- Drivl!r rea陥n ~ Rl!tI町tor0.4

we

ωC

・E

・-m

悶m

隔ω問

。印

nu

tu司nu・内,.nu

AM

Fig. 23 Relative power diBtributionB along horizontal direction

loadlnl pat乞・rn

• : VI (WH・21,Jo-O)

IV IWH・9,1.・ 1~)

o : III (VH-~ , Jo-16)

1.2ト 圏 h・ l1li 企Il(剛凶1,JO-20)

A 1 (WH・0,Jo・21)

企 皐 ' 事

' 量 ‘ 。A • a

'‘ 。

4‘ 4‘ 量

旦g• 06

Rl!fll!CtI!r

204060801∞120 140 160 180 2∞220 240 260 280 3∞3∞320 Diltancl! from 四 rl! cl!ntl!r (mm)

Fig. 24 Relative power diBtributionB along diagonal direction

-31-

Page 38: JAERI-M - International Nuclear Information System (INIS)

1-3 T r i i i i

1-2-

M

E 1-0 U) (A

°0 -9 > w S3

| 0-8 o a § 0-7

£0-6

°3 0 -9 -8 -7 -6 -5 -A - 3 - 2 - 1 0 1 2 Difference of reactivity worth from the reference clean assembly (8)

Pig. 25 Relative power of test fuel assembly vs. difference of reactivity worth from the refarence clean fuel assembly

1.3

1.2

』〉問自己

l玄

El-z

~

〆ノ~

-E・・• a

司・・

0

9

v

n

u

hZEhwmωoho

ま0・7喝圃.

0

~ 0.6

~ 0.8 o a

lUMl

2

(事)

1

αssembly

。-7 -6 -5

Difference of reαctivity worth from the refer聞 ceclean

ー2ー3-4 -8 -9

Relative power of test fuel assembly vs. difference of reactivity worth from the refarence-clean fuel assembly

Fig. 25